Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

Реферат

 

Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций твэлов, набираемых из них ТВС, и активных зон водоохлаждаемых реакторов. Сущность: в зависимости от номинальной тепловой мощности реактора наружный диаметр твэлов, а также диаметр топливного сердечника и его масса выбраны из определенных диапазонов. Тепловыделяющие сборки, содержащие пучок твэлов, также характеризуются диапазонами размеров оболочек твэлов и массы топлива в пучке при определенном количестве твэлов и с учетом номинальной тепловой мощности реактора. Формируемые из тепловыделяющих сборок активные зоны выполнены с учетом тепловой мощности реактора, водо-уранового отношения, количества твэлов в тепловыделяющих сборках и содержат твэлы с различными диапазонами размеров наружного и внутреннего диаметров оболочек твэлов. В результате повышается выгорание топлива, обеспечивается возможность расширения диапазона мощностью реактора и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 3 с. и 11 з.п.ф-лы, 16 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000).

Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС). При создании активных зон, обеспечивающих качественно новый уровень безопасности АЭС, необходимо основываться на апробированных технических решениях, положительном опыте проектирования и эксплуатации действующих АЭС. Наиболее значительными по последствиям для АЭС, в частности, с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) являются аварии с потерей теплоносителя первого контура, развитие которых при несрабатывании многократно резервированных пассивных и активных систем безопасности, обеспечивающих введение в первый контур поглотителя нейтронов и хладагента, может привести к тяжелым последствиям.

Проблема повышения уровня безопасности действующих АЭС с реакторами ВВЭР. имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, повышением надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов и оборудования, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации.

Вместе с тем не затрагиваются вопросы уменьшения в нормальном режиме теплонапряженности твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и которые могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях прежде всего из-за их перегрева. Такая тенденция обусловлена, главным образом, многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции и хорошо отлаженным производством.

Реакторы с водой под давлением в процессе внедрения в ядерную энергетику претерпели качественные изменения, но не конструкционные. К основным техническим решениям, заложенным в конструкциях отечественных ВВЭР, следует отнести: все устройства внутри корпуса реактора должны быть извлекаемыми для возможного ремонта, замены и для контроля внутренней поверхности корпуса реактора; для удобного эксплуатационного обслуживания органов системы управления и защиты (СУЗ) и оборудования для контроля за работой реактора они расположены в его верхней части; тепловыделяющие сборки (ТВС), позволяющие создать конфигурацию активной зоны, близкую к цилиндрической, размещены в выемной корзине, днище которой является опорной конструкцией активной зоны. Сверху кассеты прижаты плитой, которая предохраняет сборки от всплытия (из-за осевого перепада давления) и дистанционирует их; теплоноситель в активной зоне движется снизу вверх, что облегчает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции.

Активная зона реактора ВВЭР набирается из шестигранных ТВС, устанавливаемых практически вплотную друг к другу в корзине активной зоны. В ТВС по треугольному шагу устанавливают стержневые твэлы. В качестве ядерного топлива используют прессованные или спеченные таблетки из диоксида урана. Одна или две трубки, в которых должны бы быть расположены твэлы, остаются пустыми. Внутри этих пустых трубок размещают измерители температуры воды и детекторы энерговыделения (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76).

Активная зона серийного реактора ВВЭР-1000 компонуется из 163 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию, и имеет форму, близкую к цилиндру с эквивалентными высотой 3.53 м и диаметром 3.12 м. Общая высота ТВС 4.66 м, а между ТВС имеется водяной зазор в 2.010^-3 м. Каждая ТВС реактора ВВЭР-1000 содержит 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.110^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 15.67 кВт/м.

Штатная активная зона реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию. Активная зона реактора ВВЭР-440 имеет форму, близкую к цилиндру с высотой 2.42 м и эквивалентным диаметром 2.88 м. Общая высота ТВС 3.21 м; между ТВС имеется незначительный водяной зазор (310^-3 м). Каждая ТВС реактора ВВЭР-440 содержит 126 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.110^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 12.82 кВт/м.

Такие твэлы обеспечивают относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной активной зоне и хорошо себя зарекомендовали за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Как уже отмечалось выше, активную зону набирают из ТВС, содержащих пучки твэлов для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий их охлаждения. Каждый пучок представляет собой единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в ТВС может составлять от десятков штук до нескольких десятков или даже сотен штук. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76-78).

ТВС реакторов ВВЭР, как правило, состоит из пучка стержневых твэлов и каркаса. Каркас ТВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС для твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещается, устанавливается и удерживается в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Г. Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 84-86).

Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 77, рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены подвижные органы регулирования, как, например, в серийном реакторе ВВЭР-1000.

Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса, хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки, которые механически связаны между собой центральной трубой. Центральная трубка в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток и для размещения внутриреакторных детекторов. Каждая ТВС содержит 312 твэлов с таблетками из диоксида урана. С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин. Нижняя решетка головки создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины, направляющие каналы, нижняя решетка (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭВ-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, Москва, Энергоатомиздат, 1992 г. с. 231-233, рис. 4.3 и 4.4).

ТВС реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубкой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов жестко закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику сборки, а верхняя направляющая решетка, соответственно, - к головке сборки. С помощью хвостовика и головки ТВС устанавливается в корпусе реактора (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8 а).

Как уже отмечалось, в настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1985, с. 99 - 107). Такую конструкцию имеют, например, твэлы реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 7.3510^-3 м до 1510^-3 м (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М. , Энергоиздат, 1981, с. 32-36). При повышении величины требуемой энергонапряженности или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплопередачей, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его объему, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых линейных нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром.

Известные конструкции прутковых (стержневые твэлы большой длины, цельные по всей высоте активной зоны) и проволочных (диаметром меньше 310^-3 м) твэлов позволяют уменьшить линейную тепловую нагрузку на твэл. Так, прутковые твэлы, содержащие топливный сердечник из металлического урана, имеют диаметр 6.310^-3 м, длину 3.9 м и максимальную рабочую температуру 500^oC. Однако прутковые твэлы нашли свое применение в реакторах с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем, например, в реакторе КС-150 (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, 0.40-43). Проволочные твэлы просты по конструкции и технологии изготовления, однако использование проволочных твэлов предусматривает поперечное обтекание их потоком теплоносителя. Кроме того, практического применения такие твэлы пока не нашли (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 42).

Конструкции стержневых твэлов, ТВС и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что осложняется наличием мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции активной зоны и/или ТВС необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Наиболее близкими по технической сущности к описываемым в настоящем изобретении техническим решениям для реакторов типа ВВЭР являются: активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М. , Энергоиздат, 1982, с. 61, 76, рис. 3.10a); тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8а); тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке (см. Г. Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 8-31).

Для известной активной зоны реактора ВВЭР стержневой твэл (с наружным диаметром оболочки твэла 9.110^-3 м) серийной ТВС для штатной активной зоны обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.

Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой 44.8 кВт/м к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 875^oC, а при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 857^oC. В то же время в этих же условиях твэлы с линейной тепловой нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600^oC.

Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750^oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР снизить максимальные линейные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек твэлов не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя, а также расплавления ТВС и активной зоны при запроектных авариях. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.

Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо модернизировать активную зону и ТВС, а также разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения номинальной тепловой мощности реактора, близкой к номинальной тепловой мощности серийного ВВЭР, и близкого к штатной активной зоне водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов при аварии с потерей теплоносителя и/или обесточивания ядерной энергоустановки. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны, усовершенствованных ТВС и твэлов необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции ТВС, активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, усовершенствованных ТВС и твэлов, которые сводятся к следующему: размер "под ключ" и высота, а также конструкция ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС реактора ВВЭР; количество твэлов с уменьшенным диаметром должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах ТВС модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР; изменение значения удельной загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны для реактора с номинальной тепловой мощностью от 83% до 124% номинальной тепловой мощности реактора ВВЭР-440 не должно превышать 11%, а для реактора с номинальной тепловой мощностью от 86% до 130% номинальной тепловой мощности реактора ВВЭР-1000 не должно превышать 21%; увеличение гидравлических потерь на трение (не более 20%) в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР; количество, диаметр и размещение органов СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР.

Задачей настоящего изобретения является создание новой активной зоны реактора ВВЭР-1000, обладающей повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.

В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, улучшения топливоиспользования, повышения выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации, разрушения и расплавления твэлов, ТВС и активной зоны, а также обеспечивается возможность продления срока службы корпуса реактора за счет снижения флюенса нейтронов на корпус реактора.

Данные технические результаты достигаются тем, что в активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 250 до 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.0110^-3 м до 5.2310^-3 м, или от 196 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.6810^-3 м до 5.9510^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.6 до 2.0 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или тепловыделяющая сборка содержит от 498 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и/или от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.010^-3 м до 5.2210^-3 м и/или от 5.6710^-3 м до 5.9310^-3 м, соответственно, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.01 до 2.74 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Для этого в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащей каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, пучок содержит от 250 до 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0110^-3 м до 5.2310^-3 м или от 196 до 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.6810^-3 м до 5.9510^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 103.6 кг до 142.1 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или пучок содержит от 498 до 648 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.010^-3 м до 5.2210^-3 м, соответственно, и/или с наружным диаметром оболочки от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.6710^-3 м до 5.9310^-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 377.4 кг до 505.8 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Соответственно, в тепловыделяющем элементе водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.8810^-3 м до 5.7410^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Отличительной особенностью изобретения, касающегося новой активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, является то, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 250 до 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.0110^-3 м до 5.2310^-3 м, или от 196 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.6810^-3 м до 5.9510^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.6 до 2.0 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или тепловыделяющая сборка содержит от 498 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и/или от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.010^-3 м до 5.2210^-3 м и/или от 5.6710^-3 м до 5.9310^-3 м, соответственно, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.01 до 2.74 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Отличие описываемой тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора состоит в том, что пучок содержит от 250 до 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0110^-3 м до 5.2310^-3 м или от 196 до 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.6810^-3 м до 5.9510^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 103.6 кг до 142.1 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или пучок содержит от 498 до 648 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.010^-3 м до 5.2210^-3 м, соответственно, и/или с наружным диаметром оболочки от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.6710^-3 м до 5.9310^-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 377.4 кг до 505.8 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Изобретение, характеризующее тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, имеет отличие, состоящее в том, что наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.8810^-3 м до 5.7410^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Настоящие изобретения лежат в основе новой концепции активной зоны реактора ВВЭР, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку модернизированная активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР, компонуется из шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка описываемых стержневых твэлов в ТВС, идентичны штатной ТВС, а твэлы, имеющие отмеченные размеры и характеристики, могут быть вписаны в габариты, соответствующие штатным ТВС, то вышеуказанные отличительные особенности приводят к тому, что средняя линейная тепловая нагрузка на описываемые твэлы усовершенствованных ТВС модернизированной активной зоны уменьшается, например, для реактора ВВЭР-440 в 1.71 - 2.13 раза, а для реактора ВВЭР-1000 в 1.65 - 1.91 раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора.

Возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.0910^-3 м до 5.1410^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.8 до 1.9, или чтобы тепловыделяющая сборка содержала 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.7710^-3 м до 5.8310^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.7 до 1.8 для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт.

Также возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.0810^-3 м до 5.1410^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.5 до 2.6, или чтобы тепловыделяющая сборка содержала 528 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.7610^-3 м до 5.8310^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.1 до 2.2 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

Кроме того, возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 114 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м и от 5.810^-3 м до 5.1410^-3 м, и 414 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м и от 5.7610^-3 м до 5.8310^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.1 до 2.6 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

Возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют, соответственно, от 129.6 кг до 134.5 кг, от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м и от 5.0910^-3 м до 5.1410^-3 м при пучке из 270 твэлов, или масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют, соответственно, от 133.1 кг до 138.0 кг, от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м и от 5.7710^-3 м до 5.8310^-3 м при пучке из 216 твэлов.

Возможен также вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 648 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м, от 5.0810^-3 м до 5.1410^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 450.5 кг до 467.2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м, от 5.7610^-3 м до 5.8310^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 471.2 до 491.7 кг.

Кроме того, возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м, от 5.0810^-3 м до 5.1410^-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м, от 5.7610^-3 м до 5.8310^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 448.7 кг до 467.8 кг.

Возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы ядерное топливо было выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.410³ кг/м³ до 10.710³ кг/м³.

Возможен вариант выполнения описываемого тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы наружный диаметр оболочки был выбран от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3